Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
PAGE 4
Содержание:
геофизическому предприятию…………………………………………15
|
1 |
ВВЕДЕНИЕ |
|||||||
|
1.1. В настоящее время вопрос об охране труда стоит очень серьёзно. Раньше эта функция была возложена на профсоюзы, но после образования предприятий с различными формами собственности этот вопрос стал как никогда актуальным. Состояние условий труда не всегда отражает желаемое. Сокращение инвестиций, высокая изношенность основных производственных фондов, наличие устаревших технологий, тяжелое экономическое положение, несовершенство социальной политики, отсутствие рычагов воздействия на работодателей - все это причины высокого производственного травматизма и негативного влияния на состояние охраны труда. Охрана труда, как сфера государственной деятельности, должна иметь прочную законодательную правовую базу. 12 августа 1994 года Правительством Российской Федерации было принято постановление № 937 “О государственных нормативных требованиях по охране труда”. Данным постановлением установлено, что в Российской Федерации действует система нормативных правовых актов, содержащих единые нормативные требования по охране труда, которые должны соблюдаться федеральными органами исполнительной власти, предприятиями, учреждениями и организациями всех форм собственности при проектировании, строительстве (реконструкции) и эксплуатации объектов, конструировании машин, механизмов и оборудования, разработке технологических процессов, организации производства и труда. Статья 139 “Обеспечение здоровых и безопасных условий труда” КЗОТ РФ гласит: “На всех предприятиях, в учреждениях, организациях создаются здоровые и безопасные условия труда. Обеспечение здоровых и безопасных условий труда возлагается на администрацию предприятий, учреждений, организаций. Администрация обязана внедрять современные средства техники безопасности, предупреждающие производственный травматизм, и обеспечивать санитарно-гигиенические условия, предотвращающие возникновение профессиональных заболеваний работников. |
||||||||
|
Д. 05. 02. 000000. КР |
||||||||
|
Изм. |
Лист |
№ документа |
Подпись |
Дата |
||||
|
Студент |
Гамов П.Г. |
14.06.01 |
Литера |
Лист |
Листов |
|||
|
Консультант |
Габдрахманов А.А. |
Методика расчета индивидуальных доз |
5 |
46 |
||||
|
Руководит. |
Зверев С.В., Серков В.А. |
14.06.01 |
облучения персонала в условиях |
УГГГА |
||||
|
Н. контр. |
геофизического предприятия. |
кафедра геоинформатики |
||||||
|
Зав. каф. |
Писецкий В.Б. |
14.06.01 |
РФ-96-1 |
Трудовые коллективы обсуждают и одобряют комплексные планы улучшения условий, охраны труда и санитарно-оздоровительных мероприятий и контролируют выполнение этих планов”.
В свете вышесказанного видно, что при использовании в работе источников ионизирующих излучений (ИИИ), требования по обеспечению безопасных условий труда должны неукоснительно соблюдаться, т.к. радиоактивное излучение оказывает на человеческий организм негативное влияние и может привести к необратимым последствиям. Широкое использование в настоящее время достижений атомной науки и техники требует особого внимания к вопросам обеспечения радиационной безопасности (РБ) как персонала, обслуживающего радиационную технику, так и населения в целом.
9 января 1996 г. принят Федеральный закон № 3-ФЗ “О радиационной безопасности населения”:
“Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения” (Статья 1).
“Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов” (Статья 22).
Все нормы и требования которым должны подчиняться предприятия и организации использующие в своей работе ИИИ содержаться в основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ). Последнее официальное издание подписано главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 27 декабря 1999 г. В настоящее время только эти правила устанавливают порядок получения, использования и захоронения источников, а также обеспечения радиационной безопасности персонала и населения.
Вывод напрашивается сам: в каждой организации, использующей ИИИ, должна работать служба радиационной безопасности, в обязанности которой входит постоянный и четкий контроль всех источников и оборудования, а также радиационной обстановки на предприятии в целом.
1.2. Возможность написания дипломной работы по данной теме, а также все необходимые материалы предоставило мне ЗАО “ПГО “Тюменьпромгеофизика”. Поэтому мой диплом отразит все стороны работы организации, как положительные, так и отрицательные (естественно только в отношении службы радиационной безопасности).
До начала 2000 года на предприятии не было ответственного работника который бы следил за радиационной безопасностью. Вследствие того, что этими делами занимались разные люди (диспетчера и т.д.), в соблюдении требований ОСПОРБ не было надлежащего порядка. Выдача и прием ИИИ проводилась разными людьми, что приводило к неразберихе. При получении источника было не всегда известно в каком именно колодце и контейнере он находится. Использовались старые контейнеры, которые не в полной мере обеспечивали защиту от ионизирующего излучения. При выезде на работу полевые отряды не получали индивидуальные дозиметры, что не позволяло рассчитать дозу полученную при проведении работ. Хранилище ИИИ требовало капитального ремонта, временное хранение источников на буровых не было организованно согласно требований ОСПОРБ. Метрологическое оборудование не всегда проходило поверку в установленные сроки. Таким образом, создание службы радиационной безопасности стало очевидным.
За небольшой промежуток времени была проведена огромная работа и изменения в положительную сторону налицо. В хранилище был сделан ремонт. Были разработаны и запущены в производство новые контейнера, разработаны проекты временных хранилищ ИИИ, ведется четкий контроль всех источников, вся документация полностью соответствует требованиям ОСПОРБ. Регулярно поверяется дозиметрическая аппаратура. В общем произошли ощутимые изменения. Радиационная безопасность персонала стала более надежной. Но при всем при этом для службы радиационной безопасности остается широкое поле деятельности. Необходимо постоянно работать в направлении улучшения средств защиты и контроля, внедрять новое оборудование, позволяющее увеличить защищенность и снизить дозы облучения получаемые персоналом при работе.
В своей дипломной работе я хочу отразить достоинства новых технологий, применяемых на нашем предприятии, ввести методику расчета доз облучения персонала при работе с радионуклидными источниками нейтронов по времени затраченному на работу с источниками гамма-излучений (что ранее не применялось) и провести анализ дозиметрического оборудования.
2. Особенности организации СРБ на геофизическом предприятии.
2.1. Администрация предприятия использующего в своей работе ИИИ обязана организовать и обеспечить радиационный контроль за проведением работ и радиационную безопасность персонала. Обеспечение радиационной безопасности работ должно быть возложено на специально организуемую службу - службу радиационной безопасности предприятия.
Радиационная безопасность - это система организационно-технических, санитарно-гигиенических и социальных мероприятий, направленных на возможно максимальное снижение воздействия радиационно-опасных факторов на человека и окружающую природную среду. Эти мероприятия реализуются с учетом принципов, положенных в основу защиты человека и обеспечения радиационной безопасности:
1) Принцип нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех ИИИ.
2) Принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности по использованию ИИИ, при которых, полученная человеком и обществом польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.
3) Принцип оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого ИИИ.
Работа с радиоактивными веществами без соответствующей организации контроля создает опасность не только для тех, кто ее проводит, но и для окружающих. При правильной организации работ вредное воздействие излучений можно свести к минимуму. И наоборот, несоблюдение основных санитарных правил и норм радиационной безопасности может привести к тяжелым, подчас неизлечимым заболеваниям. Поэтому, там где ведутся работы с ИИИ, создаются службы радиационной безопасности. Главная цель СРБ заключается в обеспечении того, чтобы все операции с радиоактивными веществами и ИИИ проводились строго в соответствии с действующими правилами и нормами.
Важнейшей задачей СРБ является обеспечение таких условий работы с применением ИИИ, чтобы дозы ионизирующих излучений, получаемые персоналом, уровни загрязнения кожных покровов, рабочих помещений, транспортных средств и т.д. были возможно минимальными и в любом случае меньше допустимых.
На геофизическом предприятии используются закрытые ИИИ для проведения геофизических исследований скважин. Главной задачей службы радиационной безопасности такого предприятия является обеспечение радиационной безопасности персонала работающего непосредственно с ИИИ. С этой целью разрабатываются должностные инструкции и инструктивно-технологические карты по безопасным приемам труда, в которых в подробностях расписаны обязанности и последовательность действий каждого работника полевого отряда. Минимальное нахождение работников в поле ионизирующего излучения обеспечивает их наибольшую радиационную безопасность. Но нахождение вблизи источников неизбежно, поэтому ведется обязательный контроль индивидуальных доз облучения с целью не допустить превышение предельных допустимых годовых доз облучения персонала. Еще одной важной задачей является обеспечение радиационной безопасности при перевозке ИИИ к месту работы и обратно. Для этого необходимо правильно выбрать защитные контейнеры и упаковочные комплекты и вести за ними постоянный санитарно-дозиметрический контроль. Все остальные функции, возлагаемые на СРБ предприятия согласно ОСПОРБ, должны выполняться в полном объеме и должны быть отражены в положении о СРБ данного геофизического предприятия.
Каждое предприятие разрабатывает положение о СРБ (исходя из особенностей производственных процессов, типа и мощности ИИИ, численности персонала занятого на работах с ИИИ и т.д.) обязательное для исполнения на данном предприятии. Положение о службе радиационной безопасности пересматривается при изменении характера, технологии работ, объема, типа и мощности используемых ИИИ, требований и правил по технике безопасности и санитарии. Такого рода положения должны быть согласованны с центрами санэпиднадзора и утверждены администрацией предприятия.
В ПГО “Тюменьпромгеофизика” также существует служба радиационной безопасности, которая базируется на следующих общих положениях:
В обязанности работников СРБ входит:
Ответственность и организация работы СРБ:
2.2. Служба радиационной безопасности нашего предприятия (Рис.1.) структурно входит в ООТ и ТБ и подчиняется главному инженеру организации. СРБ тесно сотрудничает с органами СЭС и МВД, т.к. любая деятельность с РВ проводится только с разрешения и под контролем этих органов. В состав СРБ входит ремонтная группа, в обязанности которой входит поддержание дозиметрической аппаратуры и оборудования в рабочем состоянии.
СРБ ПГО “Тюменьпромгеофизика” состоит из семи подразделений:
Каждое подразделение СРБ подчиняется главному инженеру той экспедиции, в которой оно находится.
В тех экспедициях, где есть хранилища РВ, созданы службы дозиметрического контроля, в обязанности которой входит санитарно-дозиметрическое обследование хранилища, контейнеров и всего оборудования использующегося при работе с источниками, а также контроль за радиационной обстановкой в целом. Эти обязанности возлагаются на человека ответственного за выдачу-прием источников (зав. складом РВ).
В настоящее время в Мегионской ПГИС служба радиационной безопасности работает достаточно активно. На данный момент все положения о СРБ выполняются в полном объеме. Осуществляется полный контроль за источниками ионизирующих излучений, их местонахождение, учет и срок службы. Ведется учет индивидуальных доз облучения персонала. Проводятся обследования контейнеров, хранилища и рабочих мест, вся документация ведется согласно ОСПОРБ. Дозиметрическая аппаратура поверяется в установленные сроки. Также все автомашины, предназначенные для перевозки ИИИ, подвергаются санитарно-дозиметрическому контролю, на них составляются санитарные паспорта о пригодности машин к перевозке ИИИ. Машины оснащены желтыми проблесковыми маячками и информационными таблицами. Водители имеют допуск для перевозки опасных грузов и проходят дополнительный инструктаж.
Таким образом для нашего геофизического предприятия, где ИИИ используются для проведения ГИС в скважинах работа СРБ в достаточной мере обеспечивает радиационную безопасность персонала предприятия и окружающей среды.
3. Регламентирующие документы применительно к геофизическому предприятию.
На геофизическом предприятии закрытые ИИИ используются для проведения радиоактивного каротажа в нефтяных, газовых, нагнетательных скважинах и для эталонировки скважинных приборов радиоактивного каротажа. Для проведения этих работ необходимо иметь следующие документы:
3.1. Лицензию на проведение геологоразведочных работ с применением оборудования, приборов и аппаратуры, содержащих радиоактивные вещества и изделия на их основе, хранение радионуклидных источников, оборудования, содержащего радиоактивные вещества, транспортирование упаковок, содержащих радиоактивные вещества и изделия на их основе, входящих в комплект геофизической аппаратуры, проведение контроля за радиационной обстановкой.
Лицензию выдает Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) на основании заявления предприятия, к которому прилагаются нотариальные копии документов, подтверждающих собственность предприятия, его регистрацию, постановку на учет в налоговой инспекции. Также необходимо предоставить копию устава предприятия, копию положения о СРБ, комплект документов, обосновывающих обеспечение радиационной безопасности на предприятии, а также краткое описание производственного процесса.
В ПГО “Тюменьпромгеофизика” действует лицензия полученная 23 декабря 1999 года дающая право деятельности на следующих объектах:
- эксплуатируемые и разведочные скважины на территории Российской Федерации (согласно договоров);
- метрологические участки (сервисные центры по обслуживанию и ремонту скважинной аппаратуры);
- хранилища РВ.
Любая другая деятельность предприятия по обращению с радиоактивными веществами, регламентируемая Федеральным законом “Об использовании атомной энергии”, не допускается без получения соответствующих лицензий Госатомнадзора России на ее проведение.
Данная лицензия выдана сроком на три года.
3.2. Страховой полис, выданный в подтверждение заключения договора страхования гражданской ответственности эксплуатирующей организации - объекта использования атомной энергии.
Объектом страхования являются имущественные интересы страхователя, связанные с его обязанностью в порядке установленном законодательством Российской Федерации, Гражданским Кодексом РФ, Федеральным законом РФ “Об использовании атомной энергии”, возместить убытки и вред, причиненные радиационным воздействием третьим лицам при осуществлении страхователем деятельности в области использования атомной энергии.
Страховой полис выдается на один год, с возможностью пролонгировать его на следующий год путем оформления дополнительного соглашения.
3.3. Санитарный паспорт на право работы с ИИИ. Нашему предприятию санитарный паспорт выдан центром Госсанэпиднадзора в Ханты-Мансийском автономном округе. Этот документ разрешает использовать ИИИ при радиоактивных методах исследования скважин и эталонировке аппаратуры на территории Нижневартовского района.
При вывозе ИИИ за пределы действия санитарного паспорта необходимо согласовываться с территориальными службами СЭС, того района, где будут проводиться работы с ИИИ.
Санитарный паспорт выдается на один год.
3.4. Радиационно-гигиенический паспорт предприятия, использующего ИИИ. Этот паспорт отражает радиационную обстановку на предприятии и содержит информацию о состоянии источников, упаковочных комплектов, используемого оборудования и хранилища, а также дозы получаемые персоналом.
3.5. Хранилище РВ подвергается регулярным санитарно-дозиметрическим обследованиям, при этом составляются соответствующие акты, по которым можно судить о пригодности хранилища для дальнейшего использования.
3.6. Упаковочные комплекты (контейнеры) предназначенные для перевозки ИИИ также подвергаются санитарно-дозиметрическому контролю. По результатам измерений составляются акты о пригодности каждого контейнера для дальнейшего использования.
3.7. Все автомашины перевозящие ИИИ должны иметь санпаспорта о пригодности для перевозки ИИИ.
3.8. На предприятии использующем ИИИ обязательно должен вестись приходно-расходный журнал учета радионуклидных источников излучений. В этом журнале содержаться сведения обо всех ИИИ находящихся на предприятии. В него заносятся все характеристики источников, дата поступления на предприятие и дата его списания, либо указывается причина по которой данный источник выведен из эксплуатации (утерян, захоронен и т.д.).
3.9. Для получения источника на складе РВ необходимо заполнить требование на выдачу радиоактивных веществ. В этом требовании указываются необходимые источники и их количество, дата выдачи и фамилии выдающего и принимающего ИИИ. Также все это фиксируется в журнале выдачи-приема источников, который ведется постоянно и в котором отражаются все виды работ в которых использовался каждый источник.
4. Технология использования закрытых ИИИ при ГИС.
Как уже отмечалось выше, закрытые ИИИ используются при ГИС для проведения радиоактивного каротажа и для эталонировки скважинных приборов.
Все работы связанные с применением, хранением и транспортировкой радиоактивных веществ, осуществляются под надзором и с разрешения органов и учреждений санитарно-эпидемиологической службы (СЭС) которым представляется вся необходимая информация для оценки условий радиационной безопасности персонала и населения.
При радиометрических исследованиях разрезов буровых скважин используются источники ионизирующих излучений (ИИИ) в закрытом виде. Применяемые гамма и нейтронные источники основным фактором вредности имеют соответственно потоки гамма и нейтронного излучения, которые оказывают вредное воздействие на работающего как при внешнем облучении, так и при попадании внутрь организма. В связи с этим, при использовании ИИИ, должна быть обеспечена безопасность работников, организовано правильное хранение, перевозка, работа на скважинах и на базе, а также контроль за загрязнением рабочих мест и уровнем излучения на рабочих местах, в смежных помещениях и на прилегающей территории.
4.1. Получение ИИИ. К моменту получения ИИИ администрация предприятия обязана определить лиц, отнесенных к персоналу по НРБ-99 и обеспечить необходимое обучение и их инструктаж, назначить приказом по предприятию лиц, ответственных за учет и хранение источников ионизирующих излучений, а также радиационный контроль и радиационную безопасность.
Хранилища радиоактивных веществ, до начала их эксплуатации должны быть приняты комиссией в составе: представителей геофизического предприятия, местного ЦГСЭН и органов внутренних дел. Комиссия устанавливает соответствие принимаемого хранилища РВ, требованиям действующих норм и правил, наличие условий сохранности радиоактивных веществ и решает вопрос о возможности эксплуатации склада.
Поставка источников организациям производится по заказ-заявкам при наличии всех документов разрешающих работу с ИИИ. При получении или передаче источников другим организациям необходимо в 10-ти дневный срок поставить в известность органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора и МВД.
Пункт 3.5.5 ОСПОРБ-99 гласит: “Эксплуатирующая организация обеспечивает сохранность источников излучения и должна обеспечить такие условия получения, хранения, использования и списания с учета всех источников излучения, при которых исключается возможность их утраты или бесконтрольного использования”.
Один раз в год комиссия, назначаемая генеральным директором объединения, проводит инвентаризацию РВ, радиационных приборов, аппаратов, установок. В случае обнаружения потерь источников излучений или расхода РВ для целей, не предусмотренных технологией работы, немедленно информируется геофизическое предприятие, органы ГСЭН, МВД и проводится расследование.
4.2. Хранение ИИИ. Источники, когда они не используются, хранятся в отдельных специально оборудованных помещениях (базовых хранилищах). На период полевых или разовых работ (вне учреждения) организуются временные (полевые) хранилища.
4.2.1. Планировка помещений базового хранилища, площадь и защитные конструкции (стены и т.п.) помещений определяются количеством, активностью и характеристикой излучающих источников, подлежащих хранению. Хранилище обычно имеет следующие помещения:
Устройства для хранения источников оборудуются и располагаются таким образом, чтобы мощность дозы на их поверхности не превышала величины Зв/ч. Число колодцев, ниш и сейфов выбирается из расчета количества находящихся в пользовании источников, включая два запасных колодца или ниши. Уровень излучения на наружной поверхности хранилища не должен превышать Зв/ч.
Расчет толщины стен проводится с учетом возможного извлечения из защитного устройства одного нейтронного или гамма-источника максимальной активности. Полы помещений хранилища должны быть ровными и прочными. Вентиляция, водоснабжение, отопление и освещение помещений хранилища должны соответствовать требованиям строительных норм и правил.
Располагать защитные колодцы в базовом хранилище рекомендуется с соблюдением рядности. Расстояние между рядами должно быть не менее одного метра, между колодцами также не менее одного метра и между колодцами и стенками хранилища не менее 0,5 метра. Колодцы должны быть глубиной не менее 2 метров и обсажены легко вынимающимися водонепроницаемыми трубами-стаканами с дном. Контакт труб-стаканов с грунтовыми водами не допускается. Верх их должен выступать над уровнем пола (не более 10 см). Трубы-стаканы закрываются защитной крышкой - для нейтронных источников из водородсодержащих материалов (парафин, полиэтилен и т.п.), для гамма-источников - из металлов (чугун, сталь, свинец).
Источники в базовом хранилище можно хранить в специальных пеналах, помещаемых в колодцы, ниши и сейфы, а также в переносных контейнерах, помещаемых в перечисленные защитные устройства, если их размеры соответствуют габаритам контейнеров. Устройства для хранения источников должны легко открываться и иметь отчетливую маркировку на наружной поверхности с указанием наименования источника и его активности.
Закладка и изъятие пеналов и контейнеров с источниками из защитных устройств должны осуществляться дистанционно при помощи тельфера или другого механического приспособления. Проверка наличия источника в контейнере осуществляется с помощью дозиметрического прибора.
При проектировании радиационных объектов и выборе технологических схем работ следует обеспечить (в соответствии с ОСПОРБ-99; п.3.3.6.):
Технологическое оборудование для работ с радиоактивными веществами должно удовлетворять следующим требованиям (также в соответствии с ОСПОРБ-99; п.3.3.7.):
Хранилище РВ Мегионской геофизической экспедиции представляет собой отдельно стоящее одноэтажное капитальное строение. Хранилище оборудовано 15 колодцами, расположенными в два ряда, для хранения радиоактивных источников, двумя электрическими тельферами для подъема контейнеров из колодцев, охранной сигнализацией, освещением, пожарным инвентарем, схемой расположения источников, аварийными комплектами. Крышки колодцев промаркированы.
4.2.2. При организации временного хранения источников в полевых условиях требуется предварительное согласование с местными органами санитарно-эпидемиологической службы и внутренних дел. Хранить источники в таких случаях рекомендуется в транспортных или переносных контейнерах в зависимости от места временного хранения. Место для временного хранения по окончании рабочего дня следует запирать и опечатывать. В случае невозможности это сделать должна быть организованна круглосуточная охрана источников. Совместное хранение источников со взрывоопасными, горючими и другими материалами недопустимо.
Временное хранение источников может также производиться в специальных пеналах, помещаемых на прочном тросе (шнуре и т.п.) в обсаженные скважины. Дно скважин должно находиться выше уровня стояния грунтовых вод. Скважины следует закрывать крышками, исключающими возможность попадания в них посторонних предметов и влаги. Над устьями скважин рекомендуется устраивать навес. Скважины должны иметь ограждение и охраняться.
Уровень излучения на наружных поверхностях мест для временного хранения (автомашины, автоприцепы и т.п.) или ограждений, исключающих доступ посторонних лиц к месту временного хранения источников (скважины, навес и т.п.), не должен превышать Зв/ч. На наружных поверхностях мест хранения (ограждение) необходимо иметь знаки радиационной опасности.
Постоянное хранение источников в транспортном средстве запрещается. Временное хранение источников в транспортном средстве допускается в полевых условиях на время проведения работ на скважинах. На скважине автомобиль с РВ ставится на стоянку на видном месте, но на безопасном расстоянии от места нахождения людей. Кузов автомобиля на время хранения РВ должен закрываться на замок и опечатываться. На скважину должны доставляться только необходимые для проведения работ источники.
В условиях Западной Сибири не всегда можно оборудовать подобный временный склад ИИИ. Это связанно с тем, что большая площадь территории заболочена и грунтовые воды располагаются близко к поверхности. В связи с этим необходимо находить другие способы временного хранения источников. Проект такого склада предложил зам. главного инженера по РБ Зверев Станислав Васильевич (мой руководитель от производства).
Хранилище предназначено, для временного хранения следующих источников ионизирующего излучения закрытого типа применяемых при производстве радиоактивных методов геофизических исследований скважин:
1.Cs137 - 4 шт ИГИ-Ц-4 Бк
2. PuBe - 4 шт ИБН-8-5 н/с
В состав хранилища РВ входят:
а) площадка для размещения склада РВ размером 10 х 5 м. и отстоящая от производственных помещений на расстоянии 20 м.
б) хранилище (контейнер) для хранения РВ.
Конструктивные особенности склада.
Временное хранилище РВ (рис.2.) представляет собой металлический контейнер, установленный на фундаменте из дорожной плиты.
Контейнер сварной конструкции, заводского изготовления, размером 2400 х 2400 х 5800 мм. В передней части контейнера имеется дверь, для загрузки и выгрузки переносных контейнеров ИИИ, оборудованная двумя навесным замками. Тамбур, для хранения дозиметрической аппаратуры и аварийных комплектов отделен от основного помещения деревянной перегородкой - снабжен столом, и полкой.
В основном помещении размещены 8 колодцев. Конструктивно колодцы выполнены из стальных труб, 4 колодца диаметром 525 мм, расчитаных для нейтронных источников и 4 колодца диаметром 325 мм, расчитаных для гамма-источников. Высота колодцев над уровнем пола
контейнера - 1000 мм. Межтрубное пространство ограждено коробами размерами 4800 х 1000 х 1100 мм и 4800 х 700 х 1100 мм и заполнено суглинком, плотностью 2,3 г/см3. Ширина прохода между рядами колодцев 600 мм . Проход поднят над уровнем пола на 500 мм. Закрываются колодцы металлическими крышками, конструктивно выполненными полыми. В 4-х крышках в полость залит парафин толщиной 250 мм, для колодцев с нейтронными источниками. В 4-х других крышках проложена свинцовая пластина толщиной 20 мм, для колодцев с источниками гамма - излучения.
С внешней стороны хранилища вдоль стен на расстоянии 0,7 м расположены бетонные плиты высотой 1700 мм и толщиной 20 см.
Для подъема крышек и контейнеров с ИИИ помещение оборудовано ручным талевым блоком, который закреплен и может передвигаться по кран-балке.
Расчет мощности излучения на складе производится согласно “Методике расчета радиационной обстановки”. При расчетах мощность нейтронного источника принята н/с, фактическая мощность не превышает н/с. При расчетах мощность гамма - источника принята Бк, фактическая мощность не превышает Бк.
4.2.2.1. Мощность дозы для гамма источников определяется по формуле:
, (1)
где P - мощность дозы А/кг
Q - активность источника, в нашем случае Бк
R - расстояние от ИИИ до точки в которой рассчитывается МЭД, м
К - кратность ослабления.
Максимальная мощность дозы на внутренней поверхности короба с источниками гамма-излучения Сs137.
Для Cs137 с энергией излучения 0,661 МэВ при защите из свинца толщиной 4,5см К=100, для суглинка толщиной 25см К=4, для стали толщиной 1см К=1,5. Суммарная кратность ослабления: К=600, R=0,325 м.
=7,67 10-11 А/кг
При условии что 1мР /час = А/кг, мощность дозы, в мбэр/час составит:
мбэр/час
Максимальная МЭД на крышке колодца.
При толщине защиты из свинца 6,5 см К= 1000 следовательно:
А/кг
При переводе в мбэр/час:
Р2 = 0,096 мбэр/час
Максимальная МЭД на наружных стенах хранилища.
При дополнительной защите из бетонной плиты толщиной 20 см, при R=1м. При защите из свинца толщиной 4,5см К=100, для суглинка толщиной 25см К=4, для стали толщиной 1см К=1,5, для бетона толщиной 20 см К=3. Суммарная кратность ослабления: К=1800.
А/кг
При переводе в мбэр/час:
Р3 = 0,043 мбэр/час.
4.2.2.2. Мощность дозы для нейтронных источников определяется по формуле:
, (2)
где Р - мощность дозы на измеряемой точке,мбэр/час,
W - выход нейтронов от источника, нейтр/сек,
R - расстояние от источника, см,
d - толщина защиты, см,
е - const=2,7
Е - сечение введения нейтронов = 0,161 см-1,
В - безразмерный фактор накопления нейтронов, В =5,
h - удельная максимальная эквивалентная доза = 0,155 .
Максимальная мощность дозы на внутренней поверхности короба с нейтронным источником составит:
мбэр/час
Максимальная МЭД на крышке колодца:
мбэр/час
Максимальная МЭД на наружных стенах хранилища.
При дополнительной защите из бетонной плиты толщиной 20 см, при R=1м:
мбэр/час
Согласно выше приведенных расчетов, мощности доз соответствуют требованиям предъявляемыми ОСПОРБ-99. То есть максимальная МЭД внутри помещения временного хранилища и на поверхности ограждения не превышает 0,1 мбэр/ч.
Хранилище РВ оснащено звуковой сигнализацией, срабатывающей при открывании дверей.
Помещение дозиметрической аппаратуры укомплектовано радиометром типа СРП-68. На внешних сторонах ограждения хранилища нарисован знак и надпись "ОСТОРОЖНО РАДИАЦИЯ".
На дальней стене хранилища РВ оборудовано вентиляционное отверстие d=250 мм, снабженное жалюзями.
Итак, данный проект временного хранилища ИИИ отвечает требованиям ОСПОРБ-99, не требует больших затрат и полностью пригоден для использования в условиях болотистой местности, а также большим плюсом такого временного хранилища РВ является его мобильность. Демонтаж не отнимет много труда и времени, а сам транспортный контейнер, на основе которого выполнено хранилище, легко перевезти на другое место любым подходящим транспортом. Такое временное хранилище использовалось с 1999 года на базе Пурпейской геофизической экспедиции. В настоящее время эта база ликвидирована и хранилище перевезено на базу в Пыть-Ях. Данный факт лишний раз доказывает мобильность и удобство использования такого хранилища ИИИ.
4.3. Транспортирование ИИИ.
Транспортирование источников ионизирующих излучений осуществляется в контейнере, удовлетворяющему требованиям 3 транспортной категории в специально оборудованной для этой цели машине, имеющей закрытый кузов типа фургон. Предельно допустимая мощность эквивалентной дозы излучения на наружной поверхности радиационной упаковки не должна превышать 200 мбэр/час, а максимальное значение мощности эквивалентной дозы на расстоянии один метр от любой поверхности упаковки должно составлять не более 10 мбэр/час. Эта величина мощности эквивалентной дозы на расстоянии 1 метр от транспортной упаковки называется транспортным индексом. Контейнер с источником в кузове автомобиля необходимо располагать на наибольшем расстоянии от кабины водителя.
Автомобиль, перевозящий РВ, должен быть технически исправным и соответствовать требованиям правил безопасности при перевозке опасных грузов класса 7. На данный автомобиль должен быть оформлен санитарный паспорт в местных органах ГСЭН. У ответственного за перевозку лица должны быть свидетельства о допуске ГИБДД автомобиля к перевозке опасного груза, о допуске водителя к перевозке груза, согласованные с ГИБДД маршруты движения и аварийная карточка. Водитель автомобиля должен иметь стаж работы не менее трех лет, пройти дополнительное обучение для перевозки опасного груза по 7 классу и не иметь медицинских противопоказаний.
Погрузка РВ в транспортный контейнер автомобиля и его разгрузка производится двумя работниками отряда под личным контролем начальника отряда или лицом его замещающим. При погрузке и разгрузке на складе РВ начальник отряда вместе с зав. складом или раздатчиком проверяет радиометрическим прибором наличие источника в переносном контейнере. Транспортный контейнер и двери кузова спецмашины закрывает машинист подъемника, у которого находятся ключи от данных замков. В отдельных случаях при перевозке РВ водитель может участвовать в погрузке и разгрузке источников.
При перевозке контейнеров с источниками их можно не отделять от других перевозимых грузов. Не допускается одновременная перевозка с РВ горючих и взрывоопасных материалов, а также фотоматериалов. При перевозке РВ запрещается стоянка и временная остановка транспорта в местах постоянного пребывания людей, а также рядом с транспортом с взрыво и огнеопасным грузом.
В кузове автомашины, подъемника, перевозящих источники излучения нахождение людей, в том числе и сопровождающего персонала категорически запрещается. Сопровождающее лицо должно находиться в кабине водителя.
Автомобиль или каротажный подъемник на случай аварийных ситуаций обеспечиваются следующими принадлежностями:
а) аварийным и дистанционным комплектом;
б) радиометром.
Для хранения аварийного комплекта, дистанционного инструмента и радиометра в машине выделяется отдельное место.
Не реже одного раза в квартал службой радиационной безопасности предприятия производится радиационный контроль уровня загрязненности транспортного средства. Загрязненность не должна превышать допустимого уровня.
В случае перевозки радиоактивных веществ на скважину вертолетами гражданской авиации, должны соблюдаться следующие меры безопасности:
В организации ЗАО ПГО “Тюменьпромгеофизика” используются следующие закрытые источники: Cs-137 и Am-241 – источники гамма-излучения, Pu-Be – источники быстрых нейтронов. Соответственно для защиты от ионизирующего излучения применяются разные транспортные контейнеры.
4.3.1. Для защиты от гамма-излучения используются свинцовые
контейнеры марки КЛ - 4,5. Толщина защиты такого контейнера - 45 мм, масса - 38 кг. Контейнер представляет собой цилиндрической формы сварной корпус с гнездом (Рис.3.). Внутреннее пространство между оболочкой контейнера и гнездом залито свинцом, ослабляющим действие излучения. Гнездо закрывается сверху пробкой также залитой свинцом. Пробка фиксируется запором и плотно прижимается винтом к корпусу, обеспечивая герметичность гнезда контейнера. Наружная оболочка контейнера выполнена из углеродистой стали, а гнездо из коррозионностойкой стали. Наружная поверхность покрыта химически стойкой эмалью. Для перемещения контейнера служат две рукоятки по бокам корпуса. Мощность эквивалентной дозы на стенке контейнера составляет 184 мбэр/час, что удовлетворяет требованиям 3 транспортной категории.
Также для перевозки на большие расстояния, или в качестве транспортных контейнеров, применяются свинцовые контейнеры марки КЛ-7, которые обеспечивают более надежную защиту от гамма-излучения.
4.3.2. Для хранения и транспортирования Am-241 применяются небольшие свинцовые контейнеры с тонкими стенками, которые обеспечивают защиту от гамма-излучения данных источников, вследствии их малой мощности. Такие контейнеры с помещенными в них источниками Am-241 могут храниться в специальных контейнерах или сейфах, оборудованных в хранилище РВ.
4.3.3. Pu-Be источники – это источники быстрых нейтронов. Поток нейтронов от таких источников может быть наиболее эффективно ослаблен экранами из водородосодержащих материалов - парафин, полиэтилен и т.п. В связи с этим контейнеры, предназначенные для перевозки Pu-Be источников имеют совершенно другое строение по сравнению с контейнерами для гамма-источников.
До последнего времени на нашем предприятии применялись защитные контейнеры от нейтронного излучения марки КНП. Материал защиты – парафин, толщина защиты – 150 мм, масса – 45 кг (Рис.4.). Контейнер представляет собой цилиндрической формы сварной корпус с гнездом. Внутреннее пространство и крышка залиты парафином, ослабляющим действие излучения. Крышка фиксируется запором и закрывается на замок. Наружная оболочка корпуса выполнена из углеродистой стали и покрыта химически стойкой эмалью. Для перемещения контейнера служат две рукоятки по бокам корпуса. Мощность эквивалентной дозы (МЭД) на поверхности контейнера равна 167 мбэр/час.
Защитные свойства этого контейнера удовлетворяют требованиям 3 транспортной категории, но все же он обладает некоторыми недостатками. Парафин, находящийся внутри контейнера, легко поддается воздействию внешних факторов (тепло, холод и т.п.). В результате парафин (если он находится в жидком состоянии) может вытекать из контейнера, если нарушена герметичность корпуса (пробоины, разрывы швов и т.п.). Также парафин внутри контейнера может потрескаться, что приводит к ухудшению его защитных свойств. Пытаясь устранить эти недостатки специалистами нашего предприятия был разработан контейнер УКТ-1.
4.3.4. Упаковочный комплект УКТ-1 (Рис.5.) предназначен для хранения и транспортирования нейтронных источников, в частности Pu-Be типа ИБН-8-5. По конструкции он похож на контейнер КНП, но имеет несколько отличий. Основное отличие заключается в том, что вместо парафина в нем применен полиэтилен. Точнее сказать – полиэтиленовая крошка. Какие преимущества это дает?
Во-первых, исключена возможность образования трещин в водородосодержащем экране, а также переход в жидкую фазу и вытекание из корпуса.
Во-вторых, применение такой защиты обеспечивает наибольшее ослабление нейтронного излучения. Это объясняется следующим. Предположим, что экран выполнен из одного монолитного куска полиэтилена. В этом случае его кристаллическая решетка расположена однообразно и нейтрон может проделать большой путь прежде чем столкнется с каким-либо атомом водорода. Но если экран из того же материала и такой же толщины сделать из мелкой крошки, то кристаллические решетки располагаются хаотично и вероятность столкновения нейтронов с атомами вещества защиты увеличивается. Защитные свойства такого экрана на много эффективнее защитных свойств монолитного экрана, даже несмотря на наличие пространства между крошками.
В-третьих, гнездо для источника облицовано кадмием, толщиной в 1 мм, который поглощает тепловые нейтроны. Вклад тепловых нейтронов в суммарный поток излучения от Pu-Be источника невелик, поэтому кадмия толщиной в 1 мм вполне достаточно. Само гнездо форменно выполненно из капралона как и крышка контейнера. Капралон тоже является замедлителем для нейтронов.
В-четвертых, корпус контейнера с внутренней стороны облицован свинцом, толщиной в 1 мм, с целью убрать сопутствующее мягкое гамма-излучение, которое получается при захвате тепловых нейтронов. При каждом захвате выбивается 2,4 гамма-кванта, но пройдя сквозь слой замедлителя это гамма-излучение становится слабым и свинец толщиной в 1 мм полностью поглощает это излучение.
Сам корпус выполнен из нержавеющей стали и покрыт химически стойкой эмалью. Крышка контейнера имеет скобы для навесного замка. Для перемещения контейнера служат две рукоятки. Мощность дозы на стенке контейнера составляет 104,2 мбэр/час. В результате всех этих нововведений были получены следующие результаты:
4.3.5. Все контейнеры, использующиеся в ЗАО ПГО “Тюменьпромгеофизика” для хранения и транспортирования закрытых ИИИ, соответствуют 3 транспортной категории и приспособлены для хранения не только самих источников, но и источников помещенных в капсулы, которые предназначены для помещения источника в зондовые устройства скважинных приборов.
4.4. Краткое описание производственного процесса.
4.4.1. Радиометрические исследования с источниками ионизирующих излучений проводятся в скважинах, специально подготовленных для этих целей. Подготовка должна обеспечивать беспрепятственный спуск и подъем скважинного прибора в течение всего периода работ. Скважина предварительно должна быть прошаблонирована, не иметь уступов, неровных переходов от одного диаметра к другому, мест сужения и пробок.
4.4.2. По прибытию на скважину переносной контейнер с нейтронным источником или гамма-излучателями переносится на 10-15 м от места работы отряда двумя работниками с помощью металлической штанги длиной не менее 1 м выдерживающей нагрузку не менее 80 кг, ставятся знаки радиационной опасности и контейнер все время находится под наблюдением.
4.4.3. Переносить ампулы с источником без контейнера, а также брать ампулы с источниками излучения, независимо от их активности непосредственно руками, даже в перчатках, запрещается.
4.4.4. Для предотвращения оставления скважинного прибора с источником в скважине перед началом работ проверяется:
а) надежность крепления зондового устройства с источником в скважинном приборе;
б) надежность соединения скважинного прибора с каротажным кабелем;
в) целостность каротажного кабеля;
г) перед спуском прибора с источником ИИ скважина шаблонируется или прибор спускается сначала без источника и только поле этого приступают к работе с источником ИИ;
4.4.5. Порядок работы с применением источника ИИ следующий:
а) скважинный прибор укладывается у устья скважины так, чтобы можно было свободно опустить его в скважину;
б) специальным дистанционным манипулятором достается зондовое устройство с источником из переносного контейнера;
в) этим же манипулятором заворачивается зондовое устройство с источником в прибор;
г) скважинный прибор поднимается и опускается в устье скважины с помощью лебедки каротажного подъемника, при этом нижний конец прибора, где находится зондовое устройство с источником, направляется дистанционным манипулятором.
4.4.6. В случае установки источника в зондовое устройство последнее должно быть предварительно подготовлено (очищено от пыли, грязи, песка и т.д. )
4.4.7. Опускание скважинного прибора с источником в скважину проводится до заданной глубины, затем проводится запись заказанного интервала с определенной скоростью, подъем прибора на поверхность и разрядка.
4.4.8. По окончании записи радиоактивного каротажа извлекают источник и укладывают его в переносной контейнер в обратной последовательности. Переносной контейнер с источником укладывают в транспортный контейнер автомобиля или каротажного подъемника и транспортируют на склад для сдачи на хранение. Переносной транспортный контейнер и кузов автомобиля закрывают на замок.
4.4.9. Транспортировка источников на скважину и обратно осуществляется на специально оборудованном транспорте предприятия или силами малой авиации “Заказчика”, согласно правил перевозки опасного груза.
4.4.10. К работам с РВ допускаются только лица из категории персонала (категория А), прошедшие ежегодный медицинский осмотр, не имеющие противопоказаний врачей, прошедшие ежегодную аттестацию на знание правил радиационной безопасности, правил безопасности при геологоразведочных работах, в нефтяной и газовой промышленности и др. Кроме того, работники проходят первичные и периодические инструктажи на рабочем месте не реже, чем 1 раз в квартал. Каждый работник имеет на рабочем месте удостоверение по технике безопасности с отметкой о последней аттестации.
4.4.11. Ежегодно, а также при изменении состава, издаются приказы по предприятию о назначении ответственных за производство работ с применением источников ионизирующего излучения, ответственных за подготовку транспорта и оборудования, за хранение, учет, выдачу и прием источников, за сохранность источников после получения, во время транспортировки, за хранение на местах работ, безопасное проведение работ, использование по назначению и дозиметрический контроль.
4.4.12. Индивидуальный дозиметрический контроль осуществляется с помощью поверенных индивидуальных дозиметров типа ИД-0,2, которые выдаются персоналу непосредственно на каждый выезд. Состав отряда, выезжающий на скважину фиксируется в требовании при получении источника. Требование подписывается лицом, ответственным за безопасное проведение работ по партии.
4.4.13. Общий радиометрический контроль осуществляется службой СРБ предприятия, согласно годового плана работ, согласованного с ЦГСЭН и включает периодические контрольные замеры излучений на контейнерах, в хранилищах, на автотранспорте, на местах работ, метрологическом участке и прилегающих помещениях.
4.5. Списание и захоронение ИИИ.
Пункт 3.5.19. ОСПОРБ-99 гласит: “Радионуклидные источники излучения, не пригодные для дальнейшего использования, должны своевременно списываться и сдаваться на переработку или захоронение…”. Источники с истекшим сроком эксплуатации, в соответствии с приказом по предприятию, списываются и подготавливаются к захоронению. Для этого составляется заказ-заявка в которой указывается количество, тип и номера ИИИ требующих захоронения. Такая заказ-заявка согласовывается с местными органами СЭС, МВД и с предприятием берущим на себя работы по захоронению источников. Соответственно всем вышеперечисленным организациям и предприятиям предоставляются копии заказ-заявок.
Источники подготовленные к захоронению помещаются в транспортные контейнеры и отправляются на захоронение заранее согласованным видом транспорта.
В соответствии с ОСПОРБ-99 (пункт 3.6.7.) вопрос о возможном продлении срока эксплуатации источников излучения должен решаться комиссией в составе представителей организации, использующей источник излучения, и органов государственного надзора за радиационной безопасностью, а при необходимости и представителей предприятия-изготовителя. В заключении комиссии определяются возможность, условия и срок дальнейшего использования источника излучения.
5. Дозиметрическая аппаратура.
В настоящее время в нашей организации используется следующая дозиметрическая аппаратура:
5.1. Приборы СРП-68-01 предназначены для измерения потока гамма-излучения в пределах от 0 до 3000 мкР/ч. Прибор имеет диапазоны измерений: 0-30, 0-100, 0-300, 0-1000 и 0-3000 мкР/ч. Достоинство этих приборов заключается в том, что они сохраняют работоспособность в условиях механических перегрузок и в неблагоприятных климатических условиях, а также он очень прост и удобен в работе.
5.2. Измеритель дозы ИД-0,2 предназначен для измерения поглощенной дозы гамма-нейтронного излучения и обеспечивает измерение поглощенной дозы в диапазоне от 0 до 200 мрад с мощностью дозы до 50 мрад/с при энергии гамма-излучения от 0,05 до 2,2 МэВ и тепловых нейтронов.
Для удобства пользования дозиметр конструктивно выполнен в форме авторучки, для крепления дозиметра к одежде на корпусе установлен держатель. Во время работы дозиметр носится в нагрудном кармане. Измеритель дозы ИД-0,2 позволяет с достаточной точностью определять полученную человеком дозу облучения.
5.3. Радиометр-дозиметр МКС-01Р предназначен для проведения радиометрического и дозиметрического контроля. Этим прибором можно измерять:
К прибору подключаются сменные детекторы, дающие возможность проведения измерений различных составляющих радиационного поля.
Именно таким прибором у нас проводятся все санитарно-дозиметрические обследования.
Наибольшую сложность представляет измерение потока нейтронного излучения. С этой целью используется блок детектирования БДКН-03Р в комплекте с защитой и замедлителем.
Измерение потока тепловых нейтронов производится одним блоком детектирования (без защиты и без замедлителя).
При измерении плотности потока промежуточных и быстрых нейтронов блок детектирования вставляется в защиту, цель которой создать необходимую загрузку по показаниям. Защита изнутри облицована кадмием, который отражает промежуточные и быстрые нейтроны.
При измерении МЭД нейтронного излучения блок детектирования вставляется вначале в защиту, а затем в замедлитель. Замедлитель выполнен из водородосодержащего материала и следовательно ослабляет поток нейтронов.
Измерение МЭД нейтронного излучения представляет собой особый интерес, потому что этот параметр приходится измерять при любых санитарно-дозиметрических обследованиях, основными из которых является обследование контейнеров, предназначенных для хранения и транспортирования закрытых источников излучения, на соответствие транспортным категориям. В этом случае необходимо располагать детектор на внешней поверхности контейнера, но возникает вопрос об учете расстояния между стенкой контейнера и детектором (Рис.6.а), так как при измерении МЭД нейтронного излучения используется как защита, так и замедлитель. Вопрос об учете этого расстояния был поставлен первым заместителем главного санитарного врача Ханты-Мансийского Автономного Округа.
Как уже отмечалось выше, при измерении МЭД нейтронного излучения применяется как защита так и замедлитель. Находясь в потоке нейтронов замедлитель ослабляет энергию нейтронов, а защита за счет отражения проникших внутрь нейтронов создает загрузку по показаниям. Т.е. замедлитель нужен для ослабления энергии нейтронов. Но т.к. у нас все замеры проводятся когда источники быстрых нейтронов находятся в защитных контейнерах (санитарно-дозиметрические обследования контейнеров, транспортных средств, хранилища и т.п.), то использование замедлителя становится не обязательным. Это объясняется тем, что конструктивно контейнеры для хранения нейтронных источников выполнены из водородосодержащих материалов (парафин, полиэтилен, капралон, и т.п.) и именно эти материалы выполняют роль замедлителя при измерениях МЭД нейтронного излучения.
Таким образом решается вопрос об учете расстояния “поверхность контейнера - детектор”. Видно, что убрав замедлитель, интересующее расстояние уменьшается до минимума (Рис.6.б.), тем более, убрав дополнительный замедлитель, получаем более достоверные данные при измерении МЭД. Это можно увидеть из таблицы 1. В этой таблице собраны дозы, полученные тремя разными способами.
В первом случае отдельно измеряются плотность потока по быстрым и промежуточным нейтронам (Рис.6.б), и плотность потока по тепловым нейтронам (Рис.6.в.), а также эквивалентная доза гамма-излучения. Суммарная мощность дозы рассчитывается по формуле:
, (3)
где Р – мощность дозы, мбэр/ч;
Nб+п.н. – составляющая дозы по тепловым и быстрым нейтронам, ;
Nт.н. – составляющая дозы по тепловым нейтронам, ;
Г – составляющая дозы по гамма излучению, мбэр/ч;
W – поток быстрых нейтронов от источника, нейтр/с.
Коэффициент 1,3 дает 30 %-й запас при расчете мощности дозы.
Во втором случае измеряется МЭД нейтронного излучения, для сравнения с замедлителем и без замедлителя, куда добавляется МЭД гамма-излучения.
В третьем случае измерялась эквивалентная доза нейтронного излучения, накопленная в течение одного часа, также в двух случаях: с замедлителем и без него. В эти значения тоже добавлены значения МЭД гамма-излучения.
Таблица 1.
Практические измерения МЭД Pu-Be источника быстрых нейтронов.
|
Точки измерения |
Рез-ты измерений |
Суммарная мощность дозы, мбэр/ч |
МЭД, мбэр/ч |
Эквивалентная доза, накопленная в течение 1 часа, мбэр/ч |
||||
|
Виды излучений |
быстр и пром. нейтр., с-1 *см-2 |
тепл. нейтр., с-1 *см-2 |
МЭД гамма-изл., мбэр/ч |
с замедли-телем |
без замед-лителя |
с замедли-телем |
без замед-лителя |
|
|
Боковая поверхность |
625 |
405 |
14,7 |
139,03 |
48 |
130,2 |
69,9 |
127,5 |
|
Крышка контейнера |
321 |
96 |
7,6 |
70,97 |
33,9 |
60,8 |
31,6 |
61,6 |
|
Дно контейнера |
499 |
356 |
12,1 |
111,59 |
53,4 |
96,7 |
55,3 |
96,1 |
|
На расстоянии 1 м от контейнера |
48 |
29 |
0,4 |
9,77 |
4,5 |
7,1 |
5,2 |
6,4 |
Все значения в таблице 1 приведены в мбэр/ч. В этой таблице приведены практические измерения выполненные прибором МКС-01Р № 391, дата поверки прибора 31.10.00г. № свидетельства 226. Измерения проводились 29 апреля 2001 года. Обследовался контейнер УКТ-1 № 011 с помещенным в него источником быстрых нейтронов типа ИБН-8-5 Pu-Be № 011. Следует отметить, что это наиболее мощный источник быстрых нейтронов, среди использующихся у нас на предприятии.
Наиболее точные показания, это те, которые получены при измерении разных составляющих радиационного поля, т.е. отдельно по промежуточным и быстрым нейтронам, тепловым нейтронам и гамма-излучению. Анализируя полученные результаты видно, что наиболее близкие к этим результатам являются те, где МЭД нейтронного излучения измеряется без замедлителя. Также это доказывают измерения эквивалентной дозы, накопленной в течение одного часа. Это доказывает, что предположение о ненадобности использования замедлителя при подобных измерениях верно. Т.о. теоретические предположения подтверждаются практическими измерениями.
Проводя измерения предложенным способом получаем следующие плюсы:
Во-первых, сокращается время затраченное на проведение измерений, а значит сокращается время пребывания дозиметристов в радиационном поле, т.е. они получают меньшую дозу чем при измерении отдельных составляющих радиационного поля.
Во-вторых, нет необходимости расчета суммарной мощности дозы по формуле, т.е. исключается возможность ошибки при расчетах.
В-третьих, отпадает вопрос об учете расстояния “поверхность контейнера - детектор”.
В-четвертых, сохраняется точность измерений.
6. Методика определения индивидуальной МЭД на предприятии.
На данный момент времени, на сколько мне известно, не существует индивидуальных дозиметров, способных измерять эквивалентную дозу нейтронного излучения. Все существующие дозиметры могут измерять только эквивалентную дозу гамма-излучения. Поэтому возникает вопрос об оценке индивидуальных доз облучения персонала при работе с нейтронными источниками излучений. С этой целью разработаны методики оценки доз.
6.1. Применяемая методика. По сей день в нашей организации применяется методика расчета доз облучения персонала при работе с радионуклидными источниками нейтронов основанная на следующих принципах.
Весь процесс работы с нейтронным источником разбивается на отдельные простейшие операции, такие как, например, переноска контейнера с источником, открывание контейнера, вынимание источника, вворачивание его в прибор и т.д. Для этих операций примерно определяется время и расстояние на котором производится данная операция. Мощность дозы нейтронного излучения на рабочих местах во время проведения определенной, заранее хронометрированной операции, определяется расчетом. Затем дозы, полученные расчетным путем для каждой операции, складываются и в итоге получаем значение дозы, которую получил работник при проведении работы с нейтронным источником.
Такая методика позволяет получать истинную дозу облучения, только в том случае, если работник находится от источника именно на том, заранее определенном расстоянии, использующемся при расчете и если на каждую операцию затрачивается время близкое к принятому при расчетах. Но на самом деле имеем следующее.
С источником работают разные люди и при разных условиях. К примеру, на проведение операций сильно влияют климатические условия, скажем одну и ту же операцию при солнечной и ясной погоде летом проделать можно гораздо быстрее, чем зимой ночью в мороз и метель. Также сильно влияет и человеческий фактор. Все люди разные и одни и те же операции могут проделывать с разной скоростью. Именно по этим причинам использующаяся методика дает лишь приблизительные значения индивидуальных доз облучения персонала.
Таким образом, основными недостатками применяемой методики является то, что: во-первых, расстояние на котором проводятся работы с источником берется приблизительно; во-вторых, время работы с источником также берется осредненным. А следствием этого являются неверно подсчитанные дозы полученные персоналом при проведении работ с нейтронными источниками.
6.2. Предлагаемая методика. Я предлагаю методику расчета индивидуальной эквивалентной дозы нейтронного излучения основанную на определении времени затраченного при проведении работ с гамма-источником и на основании этого времени вычислении дозы полученной при работе с нейтронным источником. Основным и необходимым условием для работоспособности моей методики является обязательное использование на рабочем месте как гамма, так и нейтронного источников, например, проведение полного комплекса каротажа на буровой, где используются оба типа источников.
Методика заключается в следующем.
6.2.1. Индивидуальным дозиметром ИД-0,2, применяемым у нас на предприятии, измеряем дозу полученную при работе с гамма-источником (Cs137).
, (4)
где t – время, ч
Dг – доза от гамма-источника, Р
R – расстояние, м
М – гамма-эквивалент, мг.-экв.Ra
Необходимо знать М. Зная что на 1 мКu Cs137 приходится 0,4 мг.-экв.Ra и активность источника 274,5 мКu (принимаем среднюю активность источников использующихся у нас на предприятии) определяем что нашему источнику соответствует 109,8 мг.-экв.Ra. Расстояние принимаем равным 0,5 м.
Переводим время t в секунды, а дозу D в мрад (т.к. использующиеся индивидуальные дозиметры ИД-0,2 дают показания в мрад). В результате имеем формулу по которой легко получить время в течении которого работник находился в поле гамма-излучения создаваемого источником Cs137.
, (5) где Dг – доза от гамма-источника, мрад
t – время, сек.
Дозу от нейтронного излучения рассчитываем по формуле:
, (6)
где Dн – доза от нейтронного излучения, Зв
П – плотность потока нейтронов,
Q – коэффициент,
t – время, с
Плотность потока нейтронов определяется следующим образом:
, (7)
где W – выход нейтронов от источника, нейтр/с
R – расстояние, см
Q определяем по таблице. Для Е=4,5 МэВ
(это значение среднее для нейтронных источников использующихся у нас на предприятии)
Получаем:
Но в эту формулу необходимо ввести фактор накопления В. Для тела человека принимаем В=15.
В результате получаем:
(8)
t,
где Dн – доза от нейтронного источника, мЗв
t – время,сек
Переводим дозу в мбэр, в 1 мЗв 100 мбэр, поэтому:
, (9)
где Dн – доза от нейтронного источника, мбэр
t – время, сек
, (10)
где Dн – доза от нейтронного источника, мбэр
Dг – доза от гамма-источника, мрад
t – время, сек
D = Dг + Dн (11)
где D – суммарная эквивалентная доза, мбэр
Dг – доза от гамма-источника, мрад
Dн – доза от нейтронного источника, мбэр
Предложенная мной методика имеет следующие координальные отличия от применяемой в данное время. В ней нет разбиения на отдельные хронометрированные операции, для которых надо считать дозы. По предложенной мной методике сразу выходим на время затраченное на проведение работ с гамма-источником и зная это время расчетным путем определяем дозу полученную при работе с нейтронным источником, поскольку предполагается, что с разными источниками проводились одинаковые операции в одинаковых условиях.
Единственным слабым местом этой методики, казалось бы, является то, что расстояние между источником и работником принимается равным 0,5 м, хотя в действительности это расстояние может варьировать в некоторых пределах. Но как показали расчеты, подсчет доз по этой методике не зависит от расстояния. Это объясняется следующим. При подсчете времени облучения принимаем одно конкретное расстояние, но при изменении этого расстояния изменяется и время получаемое при расчетах. Но подставляя значения в формулу для определения дозы опять же берется то же расстояние и подставляется то полученное время. Как показывают расчеты, расстояние не влияет на конечный результат (таблица 2).
Таблица 2.
Влияние расстояния на время и подсчет доз
|
Доза от гамма-источника, мбэр |
Расстояние от источника до работника, м |
Время за которое работник получил дозу, сек |
Доза от нейтронного источника, мбэр |
|
20 |
0,5 |
195 |
41,5 |
|
20 |
0,75 |
439 |
41,5 |
|
20 |
1 |
780 |
41,5 |
Как видно из таблицы 2, при увеличении расстояния увеличивается и время, но доза полученная расчетным путем не изменяется. Это доказывает что при определении дозы нейтронного излучения расстояние не играет роли и его можно принять любым.
Таким образом, зная дозу полученную работником при работе с гамма-источником Cs137 с большой точностью определяем дозу которую тот же работник в тех же условиях получил при работе с источником быстрых нейтронов ИБН-8-5 Pu-Be.
Естесственно определенная погрешность существует, т.к. мощности источников взяты в среднем по нашему предприятию.
6.3. Результаты опробования методики.
Работоспособность предлагаемой методики была проверена двумя способами. В первом случае методика проверялась теоритическими расчетами, а во втором случае практическими измерениями.
6.3.1. Для оценки правильности методики были проведены следующие теоритические расчеты.
Для начала зададимся условиями, что расстояние между источником и человеком равно 0,5 м, а время в течение которого будет происходить облучение 3 минуты.
Затем проведем расчеты сначала для источника гамма-излучения, а потом для нейтронного источника, в результате чего получим эквивалентные дозы от каждого из источников.
Дозу от гамма-источника рассчитаем по формуле:
, (12)
где t – время,ч
М – гамма-эквивалент, мг.-экв.Ra
R – расстояние,м
Dг – доза от гамма-источника, Р
Подставив заданные значения в формулу получим:
Р
Но т.к. 1Р=1бэр, то:
Dг=18,45 мбэр
Дозу от нейтронного источника находим по формуле (8):
,
где W – выход нейтронов от источника, нейтр./сек
Q – коэффициент,
t – время,с
B – безразмерный фактор накопления
R – расстояние, см
D – доза от нейтронного источника, Зв
У нас нейтр/с. Для Е=4,5 МэВ . Для тела человека В=15.
Подставив значения в формулу получим:
Зв
Переводим Зв в мбэр:
Dн=38,34 мбэр
Таким образом расчетным путем были получены значения доз сначала от гамма-источника, а затем от источника быстрых нейтронов на расстоянии 0,5 м за время равное 3 мин.
Теперь расчет проведем с помощью методики. Предположим, с индивидуального дозиметра сняли показания, которые составляют 18,45 мбэр, т.е. это та самая доза, которая получилась при расчете.
Теперь пользуясь формулой методики (10) рассчитаем дозу от нейтронного источника:
мбэр
Как видно из расчетов дозы полученные от нейтронного источника разными путями совпадают. В первом случае доза была подсчитана по формуле предназначенной для расчета эквивалентной дозы в поле нейтронного источника, а во втором случае по методике, основываясь на дозу полученную от гамма-источника при равных условиях.
Совпадение результатов расчетов полностью подтверждают работоспособность методики, ее простоту и точность.
6.3.2. С помощью практических измерений методика проверялась следующим образом.
Для начала также зададимся условиями: расстояние между источником и человеком 0,5 м; время облучения 3 мин.
Затем проведем практические измерения. На расстоянии 0,5 м от гамма-источника Cs137 поместим индивидуальный дозиметр ИД-0,2 на время равное 3 мин. Затем снимем показания. Было проведено несколько таких измерений (Табл.3).
Таблица 3.
Измерение эквивалентной дозы дозиметром ИД-0,2.
|
№ |
дозиметр |
№ дозиметра |
Дата и № свид. о поверке |
источник |
Активность,мKu |
Показания дозиметра, мрад |
|
1 |
ИД-0,2 |
И16 015475 |
№ 459 от 29.03.01 |
Cs137 № 14Т |
2,67*10-1 |
17 |
|
2 |
ИД-0,2 |
И16 015930 |
№ 459 от 29.03.01 |
Cs137 № 64С |
2,92*10-1 |
22 |
|
3 |
ИД-0,2 |
И16 016365 |
№ 459 от 29.03.01 |
Cs137 № 57С |
2,73*10-1 |
18,5 |
|
4 |
ИД-0,2 |
И16 016103 |
№ 459 от 29.03.01 |
Cs137 № Е76 |
2,84*10-1 |
20 |
|
Ср=2,79*10-1 |
Ср.=19,375 |
Таким образом при средней активности источников мKu осредненные показания дозиметров составляют 19,375 мрад. Такие дозиметры дают точно такую же дозу какую бы получил человек находясь от данного источника на заданном расстоянии.
Теперь полагая что при равных условиях человек находился в поле нейтронного источника и опираясь на предлагаемую методику рассчитаем его дозу. Эквивалентную дозу полученную от гамма-источника примем среднюю по показаниям, т.е. Dг=19,375 мрад. По формуле (10):
мбэр
Далее измерим эквивалентную дозу от источника быстрых нейтронов (Pu-Be ИБН-8-5) также на расстоянии 0,5 м в течении 3 минут. При измерениях использовался радиометр-дозиметр МКС-01Р № 391, дата поверки прибора 31.10.00г. № свидетельства 226. Результаты измерений занесены в таблицу 4.
Показания МКС-0,1Р занесены в 4 колонку таблицы, а в 5 колонке находятся значения эквивалентной дозы с учетом фактора накопления, который для тела человека В=15.
Таблица 4.
Результаты измерений эквивалентной дозы от нейтронного источника.
|
№ |
№ источника |
Активность источника, Ku |
Показания прибора, мкЗв |
Эквивалентная доза с учетом фактора накопления В=15, мбэр |
|
1 |
011 |
5,7 |
28 |
42 |
|
2 |
013 |
5,2 |
25 |
37,5 |
|
3 |
014 |
5,1 |
24 |
36 |
|
Ср.=5,33 |
Ср.=25,67 |
Ср.=38,5 |
Как видно из практических измерений эквивалентная доза от нейтронного источника как рассчитанная по методике так и измеренная с помощью прибора практически совпадают, что говорит о точности и правильности методики.
6.3.3. Итоги опробования методики.
Вышеперечисленные способы, как теоритический так и практический, на мой взгляд, полностью подтверждают работоспособность, точность и правильность предложенной методики расчета индивидуальных доз облучения персонала. Результаты говорят сами за себя. При теоритическом расчете получилось полное совпадение результатов Dн=38,34 мбэр. При практических расчетах эквивалентная доза полученная при помощи методики получилась равной Dн=40,26 мбэр, а при практическом измерении дозы Dн=38,5 мбэр. Полученные результаты имеют расхождение в несколько процентов, что вполне допустимо.
Доказательства того, что новая методика гораздо эффективнее применяющейся в настоящее время приведены в таблице 5. Для примера взяты реальные значения доз, снятых с индивидуальных дозиметров работников нашего предприятия, после возвращения их с буровой, эти значения занесены во вторую колонку таблицы. В третьей и четвертой колонках таблицы занесены значения индивидуальных доз нейтронного облучения рассчитанные по старой и по новой методикам соответственно.
Таблица 5.
Сравнительные значения доз полученные разными методиками.
|
№ |
Доза от гамма-источника, мрад |
Доза от нейтронного источника рассчитанная по старой методике, мбэр |
Доза от нейтронного источника рассчитанная по новой методике, мбэр |
|
1 |
14 |
6,9 |
29,09 |
|
2 |
5 |
6,9 |
10,39 |
|
3 |
11 |
6,9 |
22,86 |
|
4 |
8 |
6,9 |
16,62 |
По приведенным значениям видно, что расхождение большое, значит одна из методик не верна. Но правильность новой методики была доказана расчетами и измерениями, поэтому можно полагать, что используя эту методику мы получаем истинные показания.
Из всего вышесказанного напрашивается вывод, что использование старой методики ошибочно и приводит к неправильному подсчету индивидуальных доз облучения персонала. Я рекомендую использовать новую методику, которая, как мне кажется позволяет получить истинные данные о дозах и повышает радиационную безопасность персонала нашего предприятия.
В процессе подготовки данной дипломной работы я вплотную соприкасался со всеми видами деятельности службы радиационной безопасности. Это помогло мне основательно разобраться с обязанностями возлагаемыми на СРБ и тонкостями работы этой службы.
Работа в СРБ и написание диплома по этой теме тесно переплетались между собой. Пришлось проводить много теоретических расчетов и практических измерений, что в конечном итоге принесло свои плоды. Был предложен новый способ проведения санитарно-дозиметрических измерений прибором МКС-01Р, изучены и описаны новые устройства и приспособления направленные на усовершенствование защиты от ионизирующего излучения, была предложена новая методика подсчета индивидуальных доз персонала, работающего с источниками ИИ.
За время подготовки дипломной работы я узнал много нового и интересного. И я уверен, что мы знаем только малую часть про воздействие ионизирующего излучения на организм человека, а также про защиту от этого излучения и предстоит еще огромная работа по повышению радиационной безопасности человечества.
9. Список литературы: